海阳核电1号核岛混凝土试验和施工经验分析

核电站核岛厂房是核安全相关的构筑物,对建筑用混凝土的质量有着严格的规范要求。文章介绍了海阳核电1号核岛底板施工的全过程,对混凝土配比设计、试验和施工过程中的技术要求作了阐述,对后续AP1000项目的建设具有一定的借鉴意义。     

海阳核电1号机组汽轮机控制和保护系统仪控调试

通过调试检验汽轮机控制和保护系统的设计、制造、安装质量,使汽轮机控制和保护系统(TCPS)达到在线监测数据准确、保护动作正确、自动控制可靠的安全运行条件,满足汽轮机安全运行需要。为后续AP1000同类核电机组TCPS的顺利调试累积宝贵经验。     

核电厂防甩装置动态冲击试验与仿真分析

利用汽车碰撞试验台进行核电厂防甩装置的动态冲击试验,获取防甩装置在特定冲击能量下典型的加速度、速度和位移时程曲线,以及U-bolt最大冲击力和变形量。利用LS-DYNA软件进行动态冲击试验的仿真分析,仿真结果与试验结果吻合良好,防甩装置在特定冲击能量下的安全性得以验证。     

秦二厂3号、4号机组反应堆保护系统T3试验改进

本文介绍了秦二厂3号、4号机组针对反应堆保护系统T3试验实施的改进,并对目前T3试验仍然存在问题提供了改进方法,为国内其他核电厂提供可以借鉴的经验。     

核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求分析

NB/T 20002.3规定,热影响区冲击试样缺口轴线距熔合线1 mm处制取,对于重要的Mn Mo Ni调质钢制造的1级部件,还应在缺口轴线距熔合线4 mm处进行附加的试验。从大量冲击试验数据、相关标准和要求、热影响区的组织和性能特点3个方面进行分析,结果表明,核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求是合理的。     

红沿河核电厂1号机组首次18个月换料启动物理试验分析

红沿河核电厂1号机组首次实施了18个月换料后启动物理试验。结果表明:18个月换料理论预计值与实测结果符合良好,验证了堆芯换料设计的准确性。将18个月换料与年度换料启动物理试验结果进行了比较,指出18个月换料后堆芯特性的变化并进行了分析。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时,需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理,通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点,在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。      

红沿河核电厂1号机组热态调试期间稳压器压力控制回路扰动试验分析研究

详细分析热态调试期间稳压器压力闭环控制回路扰动试验结果。针对-0.1、+0.5、-0.5 MPa扰动试验过程中出现的不符合验收准则的问题,通过调节比例-积分-微分(PID)微分参数、通断加热器回差等手段优化压力控制回路,最终保证试验结果满足验收准则的要求。试验完成后,将红沿河核电厂1号机组试验结果与宁德核电厂、岭澳核电站机组试验结果进行比较。热态调试期间进行的稳压器压力闭环控制回路扰动试验,对后续临界前试验以及装料后至商业运行前的瞬态试验有着十分重要的意义。     

宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析

宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。     

AP1000核电站主泵的电气系统分析

AP1000核电站在提高安全系数的基础上,充分利用大量的非能动技术,取消了应急柴油发电机等核级能动设备,减少了操作员的干预动作,降低了人因因素的影响。使用尽可能少的系统和设备,使得布置简化;采用了维修周期更长甚至免检修的先进设备,减少系统及设备之间的接口,提高了核电厂自身应对各种严重事故或自然灾害的安全响应能力。其中主泵系统由于它的重要性和特殊性,也是技术引进的重点项目;文章通过对主泵的作用和电气系统原理分析,阐述了电气设备的配置及特殊结构。     

10MW高温气冷实验堆初装堆方案设计初步分析

设计了10MW高温气冷实验堆初装堆的两个方案(方案1为“普通燃料球+石墨球”,方案2为“普通燃料球+天然铀球”),采用高温气冷堆物理设计程序包VSOP对其进行分析计算,结果表明:两方案均能实现比较平稳地向平衡态过渡.就过渡过程中的单球最大功率、最大燃耗等参数而言,方案2优于方案1.     

秦山第二核电厂1&2号机组主蒸汽安全阀改进分析

秦山第二核电厂12号机组拟将其加能助动式主蒸汽安全阀改为弹簧加载式安全阀。通过比对秦山第二核电厂34号机组主蒸汽安全阀设计,提出了12号机组主蒸汽安全阀改进方案,即第1组阀门采用弹簧加载式并调整开启整定值,并从机械设计、仪控设计和安全分析等方面论证了该方案的可行性。新的改进方案在保证安全的前提下,简化了设计,大幅减少了工程投入,同时降低了系统和控制逻辑复杂化后带来的潜在停堆风险的增加。